44
Berikut ini merupakan penjelasan mengenai input cell cards yang tertera dalam Tabel 12.
Tabel 12. Jenis Input Cell Cards pada MCNPX Pelowitz, 2008; Muslih, 2014
Parameter Input Deskripsi
j
Menyatakan nomor cell. Nomor cell antara 1
j 99999 dan harus merupakan angka unik.
m
Menyatakan material penyusun cell. - Jika m
0; maka cell berisi material m. - Jika m
0; maka cell merupakan void.
d
Menyatakan densitas cell. - Jika d
0; maka densitas yang digunakan adalah densitas atom, dengan satuan 10
24
atom.cm
-3
. - Jika d
0; maka densitas yang digunakan adalah densitas massa, dengan satuan g.cm
-3
. - Jika cell yang didefinisikan adalah void,
maka tidak ada input densitas.
geom Menyatakan spesifikasi geometri cell.
Geom terdiri dari nomor surface dan operator Boolean yang menyatakan bagaimana suatu
daerah terbentuk yang hanya dibatasi oleh surface. Operator Boolean meliputi:
- “spasi” menyatakan irisan
- “:” menyatakan gabungan
- “” menyatakan komplemen.
params
Menyatakan spesifikasi opsional dari parameter cell
.
45
Parameter Input Deskripsi
Params meliputi IMP, VOL, PWT, EXT, FCL, WWN, DXC, NONU, PD, TMP, U, TRCL,
LATT, dan FILL.
c. Surface Cards Surface cards
adalah bagian dari input MCNPX yang berisi batas-batas geometri standar yang merupakan ekspresi dari
persamaan matematika. Sebagai contoh, suatu bidang batas datar plat merupakan ekspresi dari persamaan linier, sementara bidang
batas silinder merupakan ekspresi dari persamaan lingkaran. Berikut ini merupakan tabel beberapa surface cards pada MCNPX.
Tabel 13. Beberapa Jenis Input Surface Cards pada MCNPX Pelowitz, 2008; Muslih, 2014
Mnemonic Tipe
Deskripsi Persamaan
Input
px
Plat Tegak lurus
sumbu X D
py Tegak lurus
sumbu Y D
pz Tegak lurus
sumbu Z D
cx
Silinder Sejajar
terhadap sumbu X
cy Sejajar
terhadap sumbu Y
cz Sejajar
terhadap
46
Mnemonic Tipe
Deskripsi Persamaan
Input
sumbu Z cx
Silinder Pada
sumbu X cy
Pada sumbu Y
cz Pada
sumbu Z
d. Data Cards Data cards
adalah bagian dari input MCNPX yang berisi informasi yang terkait dengan cell, misalnya berupa unsur penyusun
cell , sumber radiasi, data titik interpolasi untuk dosis radiasi, mode
pengukuran, energi dan jumlah iterasi yang ingin dilakukan terkait kebutuhan akurasi. Dalam MCNPX pendefinisian unsur kimia
disebut ZAid, yaitu identitas id unsur yang diwakili oleh nomor atom Z dan nomor massa A. Suatu material dapat tersusun lebih
dari satu unsur, maka penulisannya adalah ZAid diikuti fraksi atom dalam senyawa atau campuran tersebut Muslih, 2014.
Pada data cards juga terdapat input untuk melakukan pengukuran neutron dan gamma. Mode pengukuran tally dalam
MCNPX secara lengkap dijelaskan dalam Tabel 5 pada bab kajian pustaka.
2. Running MCNPX Running
MCNPX dilakukan menggunakan aplikasi command promt
cmd dengan cara memanggil file kode input MCNPX yang telah dibuat. Kode input MCNPX ditulis dalam notepad dan disimpan dengan
format .i file. Gambar 9 menunjukkan contoh proses awal running kode input MCNPX untuk konsentrasi boron 10
gg kanker.
47
Gambar 9. Tampilan awal proses Running MCNPX
3. Hasil Output MCNPX Hasil output MCNPX secara otomatis tersimpan satu folder dengan
file kode input-nya. Format hasil output MCNPX tersimpan dalam bentuk
file bereksistensi .o yang berisi hasil perhitungan. Gambar 10
menunjukkan contoh hasil output MCNPX yang berupa nilai fluks neutron rerata pada jaringan.
Gambar 10. Contoh File output MCNPX
48
E. Metode Perhitungan Dosis Radiasi pada BNCT
Perhitungan dosis pada BNCT terdiri dari empat bagian sesuai dengan interaksi neutron yang terjadi. Komponen dosis BNCT antara lain yaitu dosis
alfa, dosis gamma dari reaktor dan hasil interaksi dengan materi, dosis proton, dan dosis hamburan neutron. Keluaran dari MCNPX yang dapat digunakan
langsung adalah nilai laju dosis gamma dari reaktor dan dosis hamburan neutron. Analisis kemudian dilanjutkan dengan melakukan perhitungan
menggunakan aplikasi Microsoft Excel sesuai dengan langkah-langkah berikut:
1. Perhitungan Jumlah Atom dalam Jaringan
Jumlah atom dalam suatu jaringan menunjukkan kemungkinan terjadinya reaksi antara neutron dengan senyawa selama proses iradiasi. Jumlah atom
dalam jaringan dapat diperoleh dengan cara membagi nilai
jumlah atom suatu unsur pada suatu jaringan dengan massa jaringan
dengan satuan kg atau dapat dituliskan dalam persamaan berikut ini Berlianti, 2013:
23
Nilai jumlah atom dapat diperoleh dengan cara mengalikan nilai mol suatu unsur
dengan bilangan Avogadro ,
yang ditulis dalam persamaan berikut Berlianti, 2013:
24
Nilai mol suatu unsur merupakan hasil pembagian dari massa suatu unsur dengan massa atom relatif
unsur tersebut, yang ditulis dalam persamaan berikut Berlianti, 2013:
25
49
2. Perhitungan Laju Dosis
Laju dari komponen yang akan dihitung secara manual memiliki perbedaan persamaan dengan yang digunakan. Perhitungan yang akan dilakukan
adalah: a. Laju dosis gamma hasil reaksi neutron termal dengan hidrogen-1
Reaksi antara neutron termal dan hidrogen-1 yang mengikuti persamaan 2, menghasilkan gamma berenergi 2,23 MeV. Perhitungan
laju pembentukan deuterium dilakukan karena laju pembentukan gamma pada reaksi ini sama dengan laju pembentukan deuterium. Laju
pembentukan gamma dihitung dengan persamaan berikut Berlianti, 2013; Irhas, 2014:
26 dengan
adalah laju pembentukan deuterium hidrogen-2 atau laju pelepasan gamma, yang memiliki satuan fotonkg.s = Bqkg;
adalah fluks neutron termal, yang memiliki satuan neutron.cm
-2
.s
-1
; adalah jumlah atom hidrogen per kg jaringan, yang
memiliki satuan atomkg; dan adalah tampang lintang serapan
neutron termal terhadap hidrogen, yang memiliki satuan cm
2
. Fraksi dosis serap gamma merupakan koefisien yang
menunjukkan dosis yang diterima jaringan dari energi radiasi gamma tertentu. Penentuan laju dosis untuk gamma
pada jaringan ditentukan dengan persamaan berikut Berlianti, 2013; Irhas, 2014:
27
dengan adalah laju dosis gamma, yang memiliki satuan Gys;
adalah koefisien laju dosis serapaktivitas spesifik gamma dari satuan CGS ke SI 1,6x10
-13
x 2,33 MeV = 3,568 x10
-13
; dan adalah
fraksi dosis serap gamma ditentukan dengan melihat lampiran 4.
50
b. Laju dosis proton hasil reaksi neutron termal dengan nitrogen-14 Laju dosis proton berasal dari reaksi tangkapan neutron termal
dengan nitrogen-14, yang menghasilkan karbon-14 dan proton berenergi 0,66 MeV. Dari reaksi tersebut, laju dosis proton ditentukan
dengan persamaan berikut Berlianti, 2013; Irhas, 2014:
proton
28
dengan
proton
adalah laju dosis proton, yang memiliki satuan Gys; adalah fluks neutron termal, yang memiliki satuan neutron.cm
-2
.s
-1
; adalah jumlah atom nitrogen-14 per kg jaringan, yang
memiliki satuan atomkg jaringan; adalah tampang lintang
mikroskopik serapan nitrogen-14, yang memiliki satuan cm
2
; dan Q adalah energi partikel, yang memiliki satuan MeV.
c. Laju dosis alfa hasil reaksi neutron termal dengan boron-10 Laju dosis alfa diperoleh dari hasil reaksi antara neutron termal
dengan boron-10, sesuai dengan persamaan 1. Reaksi tersebut menghasilkan alfa dengan energi rerata Q 2,33 MeV. Perhitungan laju
dosis alfa menggunakan persamaan berikut Berlianti, 2013; Irhas, 2014:
alfa
29
dengan
alfa
adalah laju dosis alfa,yang memiliki satuan Gys; adalah
fluks neutron termal,yang memiliki satuan neutron.cm
-2
.s
-1
; adalah jumlah atom boron-10 per kg jaringan, yang memiliki satuan
atomkg jaringan; adalah tampang lintang mikroskopik serapan
boron-10, yang memiliki satuan cm
2
; dan Q adalah energi partikel, yang memiliki satuan MeV.
51
d. Laju dosis total Laju dosis total yang dianalisis pada penelitian ini memiliki
prinsip yang sama dengan dosis ekuivalen pada proteksi radiasi. Dosis ekuivalen merupakan sebaran dosis yang khusus digunakan dalam
proteksi radiasi dan menyatakan besarnya tingkat kerusakan pada jaringan tubuh akibat terserapnya sejumlah energi radiasi dengan
memperhatikan faktor-faktor yang mempengaruhinya. Dosis ekuivalen diperoleh dengan cara mengalikan dosis serap dengan faktor bobot
radiasi. Faktor bobot radiasi merupakan koefisien yang menunjukkan kemampuan merusak dari suatu radiasi. Perhitungan laju dosis total
dilakukan dengan menggunakan persamaan berikut Berlianti, 2013; Irhas, 2014:
30
dengan
total
adalah laju dosis total, yang memiliki satuan Gys; adalah faktor bobot radiasi dari alfa;
adalah laju dosis alfa, yang memiliki satuan Gys;
adalah faktor bobot radiasi dari proton; adalah laju dosis proton, yang memiliki satuan Gys;
adalah faktor bobot radiasi dari neutron; adalah laju dosis
neutron, yang memiliki satuan Gys; adalah faktor bobot radiasi dari
gamma; dan adalah laju dosis gamma, yang memiliki satuan Gys.
Perhitungan laju dosis total dari masing-masing radiasi memiliki kontribusi yang berbeda seperti yang sudah dijelaskan pada Bab 2 yang
disebabkan oleh faktor RBE, CBE, dan dose reduction factor. Perbedaan tersebut ditandai oleh perbedaan nilai faktor bobot radiasi.
Nilai faktor bobot radiasi ditentukan setelah mempertimbangkan faktor- faktor yang mempengaruhi efek biologis. Nilai tersebut berbeda
tergantung jenis radiasi yang digunakan. Faktor bobot radiasi yang digunakan dalam penelitian ini ditunjukkan pada Tabel 14.
